เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัย (Research Reactor)

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่มีอยู่ในปัจจุบันมากมายจะใช้ประโยชน์สำหรับงานวิจัย ฝึกอบรม ทดสอบด้านวัสดุศาสตร์ (materials testing) หรือใช้ในการผลิตสารไอโซโทปรังสีสำหรับทางการแพทย์ และทางอุตสาหกรรม

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจะมีขนาดเล็กกว่าเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลัง (power reactors) หรือเล็กกว่าเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่ใช้ขับเคลื่อนเรือเดินสมุทร หรือเรือดำน้ำ และเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยนี้ส่วนมากจะมีอยู่ในศูนย์การศึกษาของมหาวิทยาลัย

จะมีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยที่ปฏิบัติงานเดินเครื่องอยู่ประมาณ 280 เครื่อง ใน 56 ประเทศ บางส่วนของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจะใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมที่เปอร์เซ็นต์เสริมสมรรถนะสูง ๆ (high-enriched uranium fuel) ขณะที่สากลทั่วไปพยายามผลักดันที่จะทดแทนเชื้อเพลิงยูเรเนียมชนิดนี้ให้เป็นแบบเปอร์เซ็นต์เสริมสมรรถนะต่ำ ๆ (low–enriched uranium fuel: LEU)

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยที่มีอยู่อย่างแพร่หลายในปัจจุบันทั้งในหน่วยงานของรัฐ หรือทางการค้าของเอกชนโดยทั่ว ๆ ไปจะไม่ใช่เป็นแหล่งต้นกำเนิดพลังงาน จุดประสงค์หลักของเครื่องปฏิกรณ์วิจัยคือเป็นเครื่องให้กำเนิดนิวตรอนขนาดใหญ่เพื่องานวิจัย หรือจุดประสงค์อื่น ๆ ลำของนิวตรอน (neutron beam) ที่ให้ออกมาจะมีรูปแบบแตกต่างกันไปขึ้นกับจุดประสงค์ในการใช้งาน เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจะมีกำลังน้อยกว่ามากเมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลังที่จุดประสงค์หลัก คือ เป็นตัวผลิตความร้อนเพื่อเอาไปขับเคลื่อนชุดกำเนิดพลังงานไฟฟ้าโดยขนาดกำลังจะแสดงบอกในหน่วยของ เมกะวัตต์หรือกิโลวัตต์ความร้อน (MWth or MWt) แต่โดยทั่วไปจะใช้ง่าย ๆ ในรูป MW หรือ kW ช่วงของกำลังของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยอาจสูงถึง 100 MW เปรียบเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลังซึ่งสูงถึง 3000 MW (i.e 1000 MWe) ในความเป็นจริงถ้ารวมกำลังของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยทั้งหมดทั่วโลก 283 เครื่อง จะมีกำลังได้มากกว่า 3000 MW เพียงเล็กน้อยเท่านั้น

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจะมีรูปแบบง่าย ๆ ธรรมดา เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลังและจะเดินเครื่องที่อุณหภูมิต่ำกว่า ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมที่น้อยกว่าและเกิดผลผลิตการแบ่งแยกนิวเคลียส (fission products) น้อยกว่าในเชื้อเพลิงที่ใช้แล้ว แต่ในทำนองเดียวกัน จะต้องการเชื้อเพลิงที่มีเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของยูเรเนียมที่มากกว่า อาจมากกว่า 20% U-235 หรือเครื่องชนิดเก่า ๆ ใช้ถึง 93% U-235 จึงทำให้ในแกนเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยมีความหนาแน่นของกำลังสูง (very high power density in the core) จึงต้องมีการออกแบบลักษณะรูปแบบที่พิเศษ จะเหมือนกับเครื่องปฏิกรณ์กำลังคือภายในแกนเครื่องต้องมีระบบระบายความร้อน (cooling) และปกติต้องการตัวหน่วงนิวตรอน (moderator) เพื่อทำให้พลังงานของนิวตรอนลดลงและทำให้เกิดการยกระดับในการเกิดปฏิกิริยาแบ่งแยกนิวเคลียสของยูเรเนียม (fission) โดยที่ต้องใช้เป็นตัวกำเนิดนิวตรอนเป็นจุดประสงค์หลัก เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยส่วนมากจะมีการติดตั้งตัวสะท้อนนิวตรอน (reflector) เพื่อเป็นตัวลดการสูญเสียของนิวตรอนจากแกนเครื่อง

ชนิดของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัย (types of research reactors)

จะมีการออกแบบที่หลากหลายมากมายของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัย เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลังซึ่ง 80% ของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลังจะมี 2 รูปแบบคล้าย ๆ กันเท่านั้น การเดินเครื่องแบบวิจัยก็จะมีรูปแบบที่แตกต่างกว่า เช่น ในรูปแบบที่ให้กำลังคงที่หรือแบบทวีกำลัง (steady or pulsed) รูปแบบธรรมดาจะออกแบบเป็นชนิดสระน้ำ (67 units) โดยที่แกนเครื่องที่มีแท่งเชื้อเพลิงจะติดตั้งอยู่ในสระน้ำขนาดใหญ่ ระหว่างแท่งเชื้อเพลิงจะเป็นแท่งควบคุม (control rods) และจะมีช่องว่างต่าง ๆ เพื่อใช้ในการทดลองเกี่ยวกับวัสดุต่าง ๆ ในแต่ละแท่งของเชื้อเพลิงอาจจัดเป็นแบบแผ่นอะลูมิเนียมโค้ง ๆ ห่อหุ้มเนื้อยูเรเนียมเรียงกันเป็นแนวตั้งรูปกล่องอาจเป็นเรียงกัน 18 แผ่น เป็นต้น น้ำจะใช้ได้ทั้งเป็นตัวระบายความร้อนและตัวหน่วงนิวตรอน และแกรไฟต์หรือเบริลเลียม (graphite or beryllium) จะใช้เป็นตัวสะท้อนนิวตรอน ทั้งนี้อาจจะใช้วัสดุชนิดอื่นก็ได้ ช่องต่าง ๆ ที่จะใช้งานเกี่ยวกับลำของนิวตรอนจะติดตั้งไว้ที่ผนังของบ่อ เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยแบบถัง (tank type) ก็จะมีรูปแบบคล้าย ๆ กับแบบสระน้ำ จะแตกต่างกันที่ระบบระบายความร้อนของแบบถังจะต้องมีประสิทธิภาพมากกว่า

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยแบบ TRIGA (Training Research Isotope Production General Atomic) ก็เป็นเครื่องรูปแบบหนึ่งที่มีการออกแบบง่าย ๆ ธรรมดา (40 Units) ในแกนเครื่องจะประกอบด้วยแท่งเชื้อเพลิงทรงกระบอกเส้นผ่าศูนย์กลาง 36 mm จำนวน 60-100 แท่ง โดยมีอะลูมิเนียมเป็นตัวห่อหุ้มส่วนผสมของเนื้อเชื้อเพลิงยูเรเนียมและเซอร์โคเนียมไฮไดรด์ (zirconium hydride) ตัวเซอร์โคเนียมไฮไดรด์ยังทำหน้าที่เป็นตัวหน่วงนิวตรอนอีกด้วย โดยแกนเครื่องวางอยู่ในสระน้ำ โดยทั่ว ๆ ไปใช้แกรไฟต์หรือเบริลเลียมเป็นตัวสะท้อนนิวตรอน โดยเครื่องแบบนี้สามารถเดินเครื่องแบบทวีกำลังได้สูง ๆ ภายในเสี้ยววินาทีสั้น ๆ เช่น 25,000 MW เชื้อเพลิงแบบของเครื่องแบบ TRIGA มีข้อดีคือสัมประสิทธิ์อุณหภูมิเป็นค่าลบ (negative temperature coefficient) ที่ดีและถ้ามีกำลังของเครื่องเพิ่มขึ้นอย่างรวดเร็วก็จะถูกลดลงได้อย่างรวดเร็วของค่า negative reactivity ซึ่งเป็นผลมาจากการหน่วงของไฮโดรด์ (hydride moderator)

การออกแบบอื่น ๆ โดยใช้น้ำมวลหนัก (heavy water) หรือแกรไฟต์เป็นตัวหน่วงนิวตรอน (12 Unit) โดยมี 2 ถึง 3 เครื่องเป็นแบบ fast reactors ซึ่งไม่ต้องมีตัวหน่วงนิวตรอนสามารถใช้ส่วนผสมของยูเรเนียมและพลูโทเนียมเป็นเชื้อเพลิงได้ เครื่องแบบ homogenous แกนเครื่องจะเป็นสารละลายของเกลือยูเรเนียมเป็นของเหลวบรรจุในถังขนาดเส้นผ่าศูนย์กลาง 300 มิลลิเมตรด้วยรูปแบบการออกแบบที่ง่าย ๆ ทำให้เครื่องแบบนี้เป็นที่นิยมกันในช่วงแรก ๆ แต่ปัจจุบันมีอยู่เพียง 5 เครื่องเท่านั้นที่ใช้งานอยู่

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัย มีประโยชน์ใช้งานได้อย่างกว้างขวางรวมทั้งงานวิเคราะห์ งานวิจัย. งานทดสอบทางวัสดุศาสตร์ และใช้ผลิตสารไอโซโทปรังสีต่าง ๆ โดยศักยภาพสามารถประยุกต์ใช้ได้ในหลายประโยชน์ใช้งานในวงการอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ รวมทั้งงานวิจัยทางด้านการหลอมนิวเคลียส (fusion) ทางด้านวิทยาศาสตร์สิ่งแวดล้อม การพัฒนาความก้าวหน้าทางด้านวัสดุศาสตร์ การพัฒนาออกแบบยารักษาโรคและทางด้านเวชศาสตร์นิวเคลียร์ (nuclear medicine)

ทบวงการพลังงานปรมาณูระหว่างประเทศ (International Atomic Energy Agency: IAEA) ได้จัดแบ่งชนิดของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยอย่างคร่าว ๆ โดยรวบรวมได้ดังนี้ คือ 60 เครื่องที่อยู่ในช่วง critical assemblies (usually zero power) 23 เครื่องเป็นเครื่องที่ใช้ในงานทดสอบ (test reactors) 37 เครื่องใช้ในการฝึกอบรม (training facilities) เป็นเครื่องต้นแบบ (prototypes) 2 เครื่อง และมีอยู่ 7 เครื่องใช้ผลิตไฟฟ้าแต่ส่วนมาก 160 เครื่องใช้ในงานวิจัยและผลิตไอโซโทปรังสี ราคาของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจะเป็นเครื่องมือที่มีราคาสูง การออกแบบจึงไม่เฉพาะเจาะจงจึงออกมาในรูปของการใช้งานแบบเอนกประสงค์ (multi-purpose) และส่วนมากจะใช้งานมากกว่า 30 ปีขึ้นไป

รัสเซียมีเครื่องปฏิกรณ์ปรมาณูวิจัยมากที่สุด 62 เครื่องตามมาด้วยสหรัฐสหรัฐอเมริกา 54 เครื่อง ญี่ปุ่น 18 เครื่อง ฝรั่งเศส 15 เครื่อง เยอรมนี 14 เครื่อง และจีน 13 เครื่อง ในประเทศเล็ก ๆ และประเทศกำลังพัฒนาก็มีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยเช่นกัน รวมทั้งบังคลาเทศ แอลจีเรีย โคลัมเบีย กานา จาไมกา ลิเบีย ไทย และเวียดนาม ประมาณ 20 เครื่อง หรืออาจมากกว่า กำลังมีโครงการก่อสร้างหรือกำลังก่อสร้างและจำนวน 361 เครื่อง ยุติการเดินเครื่องและปลดประจำการไปแล้ว (decommissioned) ในจำนวนนี้ครึ่งหนึ่งอยู่ในสหรัฐสหรัฐอเมริกา เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยส่วนมากจะสร้างในปี ค.ศ. 1960-1969 และ 1970–1979 จำนวนสูงสุดที่เดินเครื่อง คือ ปี ค.ศ. 1975 จำนวน 373 เครื่องใน 55 ประเทศ

การใช้ประโยชน์ (uses)

ลำนิวตรอนเป็นอะไรที่เฉพาะตัวเพื่อศึกษาโครงสร้างและการเคลื่อนไหวของวัสดุที่ชั้นต่าง ๆ ของอะตอม การก่อกัมมันตภาพรังสีด้วยนิวตรอน (neutron activation) ใช้ตรวจสอบสารตัวอย่างภายใต้เงื่อนไขต่าง ๆ กัน เช่นการสั่นไหวภายใต้ความกดดันสุญญากาศภายใต้อุณหภูมิสูงหรือต่ำ และภายใต้สนามแม่เหล็ก ซึ่งจำเป็นอย่างยิ่งภายใต้เงื่อนไขความเป็นจริงต่าง ๆ

การใช้วิธีการวิเคราะห์แบบการวิเคราะห์เชิงก่อกัมมันตภาพรังสีด้วยนิวตรอน (neutron activation analysis) ใช้วิเคราะห์ปริมาณธาตุในสารตัวอย่าง โดยอะตอมของธาตุต่าง ๆ ในสารตัวอย่างจะถูกทำให้เป็นสารไอโซโทปรังสีโดยการนำไปอาบนิวตรอนในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ด้วยการแพร่พลังงานของสารกัมมันตรังสีของธาตุแต่ละชนิดจะเป็นสมบัติเฉพาะตัว จึงสามารถวัดได้ และบอกว่าเป็นธาตุชนิดใดปริมาณเท่าใด

วิธีการ neutron activation ก็เป็นวิธีการเช่นเดียวกันที่ใช้ในการผลิตสารไอโซโทปรังสีเพื่อใช้ประโยชน์ในทางอุตสาหกรรมและทางการแพทย์ โดยนำสารตั้งต้นมาอาบนิวตรอน ตัวอย่าง เช่น ไมโครสเฟียร์อิตเทรียม-90 (yttrium-90 microspheres) ที่ใช้ในการบำบัดรักษามะเร็งตับก็ผลิตมาจากการนำเอา yttrium-89 มาอาบนิวตรอน ไอโซโทปรังสีอีกชนิดหนึ่งที่มีการใช้ประโยชน์อยู่อย่างกว้างขวางในเวชศาสตร์นิวเคลียร์ก็คือเทคนีเชียม-99 (technetium-99) โดยเกิดจากการสลายกัมมันตรังสีของโมลิบดีนัม-99 (molybdenum-99) ซึ่งเป็นผลผลิตการแบ่งแยกนิวเคลียส (fission products) สามารถผลิตโดยใช้โลหะแผ่นบางยูเรเนียม-235 (U-235 foil) มาอาบนิวตรอนแล้วนำมาแยกเอา molybdenum-99 ออกจาก fission products อื่น ๆ ในฮอตเซลล์ (hot cell) ซึ่งเป็นตู้ระบบผลิตสารไอโซโทปรังสี

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยก็สามารถนำมาใช้ในกระบวนการของอุตสาหกรรมได้ เช่น การใช้วิธีการโดปิงเพื่อให้เกิดการแปรธาตุด้วยนิวตรอน (neutron transmutation doping) มาทำให้ผลึกซิลิกอน (silicon) มีสภาพการนำไฟฟ้าสูงขึ้นเพื่อนำมาใช้เป็นส่วนประกอบต่าง ๆ ทางอิเล็กทรอนิกส์ ในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่ใช้ในการทดสอบวัสดุต่าง ๆ ก็ใช้วัสดุที่จะทดสอบมาอาบนิวตรอนเพื่อทดสอบการเปลี่ยนแปลงต่าง ๆ ที่เกิดขึ้น เช่น โลหะบางชนิดจะเกิดการเปราะแตกง่ายหรือไม่ หรือพวกโลหะผสมต่าง ๆ ที่ทนต่อการแตกหักง่ายเพื่อศึกษานำมาใช้เป็นส่วนประกอบต่าง ๆ ของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์

เช่นเดียวกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลัง เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยต้องอยู่ภายใต้การควบคุมของทบวงการปรมาณูระหว่างประเทศ (IAEA) โดยมีการตรวจสอบความปลอดภัย (safety inspections) และพิทักษ์ความปลอดภัยทางนิวเคลียร์ (safeguards) ทั้งนี้เพราะเครื่องปรมาณูวิจัยมีศักยภาพพอที่จะพัฒนาไปทำอาวุธนิวเคลียร์ได้ การทดลองระเบิดนิวเคลียร์ของอินเดียปี 1974 ก็เป็นผลมาจากการใช้เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยขนาดใหญ่ ๆ ในการผลิตพลูโทเนียม โดยที่ไม่ได้มีการควบคุมจากนานาชาติ

เชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัย (fuels)

การประกอบเชื้อเพลิงจะเป็นชนิดแผ่น หรือทรงกระบอก ของโลหะผสมของยูเรเนียมกับอะลูมิเนียม (U-Al) ห่อหุ้มด้วยอะลูมิเนียมบริสุทธิ์ จะแตกต่างออกไปก็จะเป็นเม็ดเซรามิกของยูเรเนียมออกไซด์ (UO₂) บรรจุห่อหุ้มอยู่ในโลหะผสมเซอร์โคเนียม (zircaloy) ซึ่งใช้อยู่ในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลัง สำหรับในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจะมีเนื้อยูเรเนียมเป็นเชื้อเพลิงอยู่ประมาณ 2-3 กิโลกรัมเท่านั้น ถึงแม้ว่าจะมีเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของยูเรเนียมที่สูงกว่า โดยเมื่อเปรียบเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กำลังแล้ว บางแห่งอาจมียูเรเนียมเป็นเชื้อเพลิงถึง 100 ตัน

เชื้อเพลิงชนิดเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของยูเรเนียมสูง [highly-enriched uranium (HEU->20% U-235)] จะทำให้แกนเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์กะทัดรัดมีความเข้มข้นของจำนวนนิวตรอนสูง (high neutron fluxes) และมีระยะเวลาการเดินเครื่องนาน กว่าจะเติมเชื้อเพลิงยูเรเนียมใหม่ครั้งหนึ่ง โดยเชื้อเพลิง HEU นี้จะใช้กันมากจนถึงปี ค.ศ. 1970-1979 และถึงปี 2004 ก็มีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยยังใช้อยู่มากกว่า 60 เครื่อง

ตั้งแต่เริ่มต้นปี ค.ศ. 1970-1979 เป็นต้นมา ได้มีการตระหนักถึงเรื่องความปลอดภัยความมั่นคง โดยเฉพาะอย่างยิ่งมีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจำนวนมาก ตั้งอยู่ในมหาวิทยาลัยและหน่วยงานพลเรือนต่าง ๆ ซึ่งมีระบบรักษาความปลอดภัยน้อยกว่าสถานที่ตั้งหน่วยอาวุธของทหารที่ซึ่งมีปริมาณของ HEU อยู่เป็นปริมาณมาก

ดังนั้นตั้งแต่ปี ค.ศ. 1978 ต่อมา จะมีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยเครื่องเดียว คือ FRM-II ที่ Garching ในประเทศเยอรมนีที่สร้างโดยใช้เชื้อเพลิง HEU ในขณะที่ 21 เครื่องที่ประจำการอยู่ใน 16 ประเทศเป็นแบบที่ใช้เชื้อเพลิง LEU

ประเด็นเรื่องปริมาณเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของเชื้อเพลิงยูเรเนียมที่ใช้ จึงเป็นจุดสนใจหลักของหน่วยงานภายใต้การสนับสนุนของสหประชาชาติ คือ Nuclear Fuel Cycle Evaluation ในปี ค.ศ. 1980 จึงได้ข้อสรุปว่าเพื่อป้องกันการแพร่ขยายในการนำเอา HEU ที่ใช้ในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยมาทำอาวุธนิวเคลียร์ ดังนั้นจึงให้ลดเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของยูเรเนียม-235 ที่จะนำมาใช้เหลือน้อยกว่า 20% ในส่วนนี้จะเหมือนกับการเริ่มของสหรัฐสหรัฐอเมริกาในปี ค.ศ. 1978 เมื่อได้เริ่มใช้โครงการลดเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของเชื้อเพลิงยูเรเนียม ที่นำมาใช้ในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ทั้งแบบวิจัยและแบบทดสอบ (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors) (RERTR)

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยส่วนมากที่ใช้เชื้อเพลิง HEU ซึ่งจะมาจากสหรัฐสหรัฐอเมริกาและรัสเซียซึ่งเป็นจุดต้นเหตุของปัญหา โครงการ RERTR ะมุ่งจุดสนใจไปที่เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่มีกำลังเกินกว่า 1 MW ซึ่งต้องการเชื้อเพลิงมาก โดยวางเป้าหมายไว้ในปี ค.ศ. 2007 คือจากจำนวน 207 เครื่องที่ใช้ HEU จะเปลี่ยนมาเป็น LEU ให้ได้มากกกว่า 129 เครื่อง จำนวนเครื่องที่นอกเหนือจากนี้ปฏิเสธที่จะดำเนินการเปลี่ยนด้วยเหตุผลต่าง ๆ กัน โดยส่วนมากจะเป็นเครื่องในรัสเซีย

โครงการ RERTR จะมีการพัฒนาและวางข้อคุณสมบัติใหม่ของเชื้อเพลิง โดยมีการเพิ่มความหนาแน่นของเชื้อเพลิง (high density) ลดเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของยูเรเนียมที่ใช้ลง โดยเริ่มแรกความหนาแน่นของเชื้อเพลิงประมาณ 1.3-1.7 g/cm³ uranium. การลดเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะของยูเรเนียมลงก็หมายถึงต้องเพิ่มความหนาแน่นของยูเรเนียมให้มากขึ้น โดยเริ่มที่ 2.3-3.2 g/cm³ โดยเน้นเชื้อเพลิงชนิด U-Al

ช่วงเริ่มปี ค.ศ. 2007 จำนวน 48 เครื่องที่ได้เปลี่ยนมาใช้เป็น LEU silicide (ในจำนวนนี้รวมจากสหรัฐสหรัฐอเมริกา 13 เครื่อง) อีก 53 เครื่องดัดแปลงใช้เชื้อเพลิงเท่าที่มีอยู่ และ 28 เครื่อง ซึ่งส่วนมากอยู่ในรัสเซียกำลังออกแบบใช้เป็นเชื้อเพลิงที่มีความหนาแน่นของเนื้อเชื้อเพลิงเพิ่มขึ้นแต่ยังไม่แล้วเสร็จ จุดหมายคือต้องมีการเปลี่ยนให้ใช้เป็น LEU ให้ได้จำนวน 105 เครื่องภายในปี ค.ศ. 2013 บางเครื่องที่ใช้ HEU ก็คาดหวังว่าจะปิดการเดินเครื่อง สหรัฐสหรัฐอเมริกาส่งออกเชื้อเพลิง HEU ลดลงจาก 700 กก./ปี ในช่วงกลางปี ค.ศ. 1970-1979 จนเกือบถึงระดับไม่มีการส่งออกเลยในปี ค.ศ. 1993

ประเทศโซเวียตยูเนียนเดิมก็มีความพยายามคล้าย ๆ กันคือจากปี ค.ศ. 1978 ผลิตเชื้อเพลิงความหนาแน่น 2.5 g/cm³ โดยลดเปอร์เซ็นต์การเสริมสมรรถนะจาก 90 % เป็น 36 % ทำให้การส่งออกเชื้อเพลิงเสริมสมรรถนะ 90 % หยุดลงในช่วงปี ค.ศ. 1980-1989 แต่อย่างไรก็ตาม ไม่มีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยเครื่องใดเลยของรัสเซียที่เปลี่ยนมาใช้เชื้อเพลิง LEU

เชื้อเพลิง LEU รุ่นแรกจะใช้สารประกอบซิลิไซด์ของยูเรเนียมและซิลิกอนแพร่ในอะลูมิเนียม (U3Si2-Al uranium silicide dispersed in aluminium) มีความหนาแน่น 4.8 g/cm³ ซึ่งประสบผลสำเร็จในการทดสอบด้วยเชื้อเพลิงที่มีความหนาแน่นเพิ่มขึ้นอีก (denser U3Si-Al fuel plates) ซึ่งมีความหนาแน่นได้ถึง 6.1 g/cm³ แต่การพัฒนาเชื้อเพลิง silicide นี้ของสหรัฐสหรัฐอเมริกาได้ถูกยกเลิกไปในปี ค.ศ. 1989 และไม่ได้รับการแนะนำสนับสนุนจนถึงปี ค.ศ. 1996

ปัจจุบันสากลนานาชาติกำลังอยู่ในช่วงพัฒนา วางคุณสมบัติ และการอนุญาตของเชื้อเพลิงชนิดความหนาแน่นสูงแบบโลหะผสมยูเรเนียมและโมลิบดีนัมแพร่ในอะลูมิเนียม (U-Mo alloy dispersed in aluminium) ซึ่งมีความหนาแน่น 6-8 g/cm³ โดยมีหน่วยงานที่ร่วมมือกันคือสหรัฐสหรัฐอเมริกาโดย US RERTR ที่ Argonne National Laboratory (ANL) ตั้งแต่ปี ค.ศ. 1996.  ฝรั่งเศสโดย French U-Mo Group (CEA CERCA COGEMA Framatome-ANP and Technicatome) ตั้งแต่ปี 1999 และอาร์เจนตินาโดย Argentine Atomic Energy Commission (CNEA) ตั้งแต่ปี ค.ศ. 2000 การพัฒนานี้เพื่อที่จะเตรียมการจัดหาเพื่อขยายการใช้ LEU ของเครื่องที่ต้องการความหนาแน่นของเนื้อเชื้อเพลิงที่สูงกว่าชนิด silicide dispersions และเพื่อเตรียมการจัดหาเชื้อเพลิงที่สามารถนำมาผ่านกระบวนการนำมาใช้ใหม่ได้ง่ายกว่าเชื้อเพลิง silicide การรับรองที่จะนำเชื้อเพลิงชนิด U-Mo มาใช้คาดหวังไว้ในปี 2006 แต่ผลการทดสอบตั้งแต่ปี ค.ศ. 2003 ล้มเหลวที่จะยืนยันสมรรถนะการใช้งาน อันเนื่องมาจากความไม่คงตัวของการบวมของเชื้อเพลิงชนิดนี้ภายใต้การแผ่รังสีที่สูง เป้าหมายจึงเลื่อนไปในปี ค.ศ. 2010

ในรัสเซียหน่วยงานโครงการ Russian RERTR ซึ่งได้รับเงินอุดหนุนจาก Russian Ministry of Atomic Energy (MINATOM) และ US RERTR ได้ร่วมงานกันตั้งแต่ปี ค.ศ. 1999 เพื่อพัฒนาเชื้อเพลิง U-Mo dispersion ซึ่งมีความหนาแน่น 2-6 g/cm³ สำหรับใช้ในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยและทดสอบ ที่ออกแบบโดยรัสเซีย แต่อย่างไรก็ตามความร่วมมือนี้ยังไม่สำเร็จสมบูรณ์ตามคาดหมาย

ในขั้นตอนต่อไปการพัฒนาเชื้อเพลิง U-Mo นี้จะเป็นหัวข้อสำคัญลำดับแรก โดย ANL CEA และ CNEA กำลังทดสอบเชื้อเพลิงชนิด U-Mo fuel in a monolithic form-essentially pure metal ซึ่งจะมาแทนที่
เชื้อเพลิงชนิด dispersion of U-Mo in aluminium โดยเนื้อเชื้อเพลิงมีความหนาแน่น 15.6 g/cm³ ซึ่งสามารถทำให้เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยในโลกนี้สามารถเปลี่ยนจาก HEU มาเป็น LEU ได้โดยไม่ต้องสูญเสียสมรรถนะการใช้งานของเครื่องใด ๆ เลย วันกำหนดเป้าหมายที่จะใช้เชื้อเพลิงชนิดนี้ได้จึงถูกขยายออกไปถึงปี ค.ศ. 2013 แต่ก็ยังเป็นข้อสงสัยอยู่ว่าจะเป็นไปได้หรือไม่ ทั้งนี้เพราะว่าเชื้อเพลิงทั้งหมดที่ใช้อยู่ยังเป็นชนิดแบบห่อหุ้มด้วยอะลูมิเนียม

เชื้อเพลิงใช้แล้ว (spent fuel)

เชื้อเพลิง U-Al ที่ใช้แล้วสามารถนำมาผ่านกระบวนการแยกเอายูเรเนียมที่เหลืออยู่มาใช้ใหม่ได้ ปัจจุบันดำเนินการได้ที่ Cogema ในฝรั่งเศสและเชื้อเพลิง U-Mo ก็สามารถนำมาผ่านกระบวนการแยกยูเรเนียมได้ที่นี่เช่นกัน  เชื้อเพลิง U-Si และชนิดของ TRIGA ยังไม่สามารถใช้กระบวนการที่มีอยู่แยกเอายูเรเนียมออกมาจากเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วได้ แต่อย่างไรก็ตาม อย่างน้อยก็มีผู้ยืนยันว่าเชื้อเพลิง U-Si สามารถนำ มาแยกเอายูเรเนียมมาใช้ใหม่ได้จากโรงงานแยกที่มีอยู่ในปัจจุบัน ถ้ามีการนำเชื้อเพลิง U-Si มาผสมกับเชื้อเพลิง U-Al อย่างเหมาะสม แล้วนำมาผ่านกระบวนการแยกยูเรเนียม

เพื่อตอบคำถามเกี่ยวกับการจัดเก็บเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วชั่วคราวจากเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยทั่วโลก สหรัฐสหรัฐอเมริกาได้ประกาศโครงการที่จะรับคืนเชื้อเพลิงที่ใช้แล้ว ที่มีต้นกำเนิดจากสหรัฐอเมริกา  จากโครงการนี้ทำให้มีการส่งคืนเชื้อเพลิง HEU ที่ใช้แล้วปริมาณเป็นเนื้อยูเรเนียมได้ประมาณครึ่งตัน และโครงการนี้โดยระยะเวลาแล้ว จะสิ้นสุดในปี ค.ศ. 2006 ซึ่งคาดว่าเชื้อเพลิง U-Mo จะพัฒนาจนสำเร็จพร้อมใช้งานแต่เนื่องจากเป้าหมายที่จะได้ใช้เชื้อเพลิง U-Mo ต้องเลื่อนออกไป โครงการที่จะรับคืนเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วที่มีต้นกำเหนิด ากสหรัฐอเมริกาจึงขยายออกไปอีก 10 ปี
กระบวนการจัดการเชื้อเพลิง HEU ใช้แล้ว หรือแม้แต่เชื้อเพลิงชนิด 20% ของการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม ต้องคำนึงถึงปัญหาต่าง ๆ ที่จะตามมา เช่น การรวบรวมเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วไว้ในที่เดียวกัน ต้องคำนึงมวลวิกฤติที่จะทำให้เกิดปฏิกิริยาแบ่งแยกนิวเคลียส (fission) ได้จึงต้องมีตัวดูดซับนิวตรอนป้องกันการเกิด fission หรือไม่ ก็ต้องมีการทำให้เจือจางหรือการแพร่กระจายการจัดเก็บออกไป ไม่ทางใดก็ทางหนึ่ง ในรัสเซียมีการร่วมมือของโครงการ 3 ฝ่ายคือ รัสเซีย  IAEA และสหรัฐอเมริกา ด้วยจุดประสงค์ที่จะขนย้ายเชื้อเพลิง HEU ที่ใช้แล้ว 2 ตัน และ LEU 2.5 ตัน ไปที่โรงงานแยกเอายูเรเนียมมาใช้ใหม่ที่ Mayak ใกล้ ๆ Chelyabinsk ตลอด 10 ปีจนถึงปี ค.ศ. 2012 โครงการRussian Reactor Fuel Return Program (RRR FRT) ต้องขนส่งเชื้อเพลิงที่ใช้แล้ว 38  เที่ยว และยังไม่ได้ใช้จาก 10 ประเทศช่วงปี ค.ศ. 2005-2008  ต่อมา 8 เที่ยวขนส่งจาก 6 ประเทศ เพื่อเคลื่อนย้ายเชื้อเพลิง HEU ใช้แล้วที่เอาออกจากเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เพื่อเปลี่ยนมาเป็นเชื้อเพลิง LEU หรือไม่ก็หยุดเดินเครื่องไปเลย 17 ประเทศที่มีเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยจากประเทศรัสเซียและมีจำนวน 25 เครื่องอยู่นอกประเทศรัสเซีย ในจำนวนนี้ 15 เครื่องยังปฏิบัติการเดินเครื่องใช้งานอยู่  ลิเบียได้เข้าร่วมโครงการนี้ด้วยตั้งแต่ปี ค.ศ. 2004 จะมีก็เพียงประเทศเดียว คือ เกาหลีเหนือ ที่ปฏิเสธการเข้าร่วมโครงการนี้

Research Reactors with High-enriched Uranium (HEU) Fuel

Data from IAEA: Nuclear Research Reactors in the World 2000.
MNSR = miniature neutron source reactor Chinese copy of Slowpoke.
crit fast = very low power critical assembly for fast neutrons.

• IAEA Nuclear Research Reactors in the World reference data series #3 Sept 2000.
• Research Reactors: an overview by Colin West ANS Nuclear News Oct 1997.
• IAEA Research Reactor Facility Characteristics 1985.
• Research reactors under threat by W.Krull Nucl.Eng.Intl. Oct 2000.
• O.Bukharin 2002 Making fuel less tempting Bull. Atomic Scientists July-Aug 2002.
• Travelli A 2002 Progress of the RERTR program in 2001.
• www.td.anl.gov/Programs/RERTR/RERTR.html
• Travelli A 2002 Status and Progress of the RERTR Program in the Year 2002 RERTR conference November 2002.
• Snelgrove JL 2003 Qualification and Licensing of U-Mo Fuel RRFM conference March 2003.
• NuclearFuel 17/3/03 22/11/04 26/3/07.
• ? World Nuclear Association. All rights reserved
• 'Promoting the peaceful worldwide use of nuclear power as a sustainable energy resource' Contact WNA

ถอดความจาก